JP2772053B2

JP2772053B2 - 原子炉格納容器のベント装置及び内圧低減方法

Info

Publication number: JP2772053B2
Application number: JP1212953A
Authority: JP
Inventors: 崇佐藤; 正弘山下
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-08-21
Filing date: 1989-08-21
Publication date: 1998-07-02
Anticipated expiration: 2013-07-02
Also published as: JPH0377096A

Description

【発明の詳細な説明】［発明の目的］（産業上の利用分野）本発明は原子力発電所に用いられる原子炉格納容器の
ベント装置及び内圧低減方法に関する。

（従来の技術）原子力発電所に用いられる原子炉格納容器は、事故発
生時に原子炉と外部の環境を隔離し放射能を有する核分
裂生成物（以下FPという）が原子炉圧力容器外に放出さ
れた場合にも、FPの外部環境への放出の障壁となり放射
能が外部の環境に放出することを防止する目的で設置さ
れている。

沸騰水型原子炉（以下BWRという）の原子炉格納容器
は一般にドライウェルとウェットウェルの２つのコンパ
ートメントに分割され、ドライウェル内には原子炉圧力
容器が収納され、ウェットウェル内には圧力抑制水が貯
蔵される。原子炉圧力容器に接続される配管が破断し高
温高圧の一次冷却水がドライウェルに放出される事故
（以下LOCAという）時には、ドライウェル内の水蒸気を
主成分とする雰囲気ガスがベント管を介して圧力抑制水
中に導かれ冷却凝縮され、原子炉格納容器内の圧力上昇
を抑制する構造となっている。また、LOCA時には喪失し
た一次冷却水を補給するため非常用炉心冷却系が作動し
炉心冷却を確保すると同時に、圧力抑制水からの除熱を
行うため崩壊熱除去系が作動された圧力抑制水の温度上
昇が抑制される。

この様な原子炉格納容器を有する原子力発電所におい
て、現実的にはあり得ないことであるが異常な事象が発
生し原子炉圧力容器内への冷却水補給手段が常用及び非
常用ともに喪失し炉心冷却機能が完全に喪失してしまう
事故や或いは、原子炉格納容器からの除熱機能が完全に
喪失してしまう事故（以下苛酷事故という）を想定し、
それでも原子力発電所の安全性が喪失しないように対策
を実施することがあり得る。

炉心冷却機能が完全に喪失してしまう苛酷事故を仮に
想定すると炉心は崩壊熱により加熱され炉心溶融に至り
溶融炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通し原子炉圧力容器
下部ペデスタルに落下する。落下した溶融炉心は下部ペ
デスタルのコンクリートと反応し、CO,H₂等の非凝縮性
ガスを多量に発生すると同時に、ドライウェル内の温度
を上昇させドライウェル内圧を上昇させる。ドライウェ
ル内圧上昇に伴ないドライウェル内の雰囲気はガイドベ
ント管を介して圧力抑制水に導かれるが、雰囲気ガスの
主成分が非凝縮性のガスであるため凝縮されず圧力抑制
効果が期待できずドライウェル同様、ウェットウェル内
圧も上昇する。この結果、原子炉格納容器は過圧破損し
原子炉格納容器内の多量のFPが環境に放出されることに
なる。

また、原子炉格納容器から除熱機能が完全に喪失して
しまう苛酷事故時には、炉心冷却機能は健全であり炉心
は冷却される。しかし、炉心で崩壊熱により発生した高
温の水蒸気が継続して圧力抑制水中に放出される結果、
圧力抑制水の水温が上昇し、やがて飽和温度となり圧力
抑制効果を失う。その後、原子炉格納容器内の温度，圧
力は上昇を続け過圧破損に至る。原子炉格納容器が破損
すると圧力抑制水を水源とする非常用炉心冷却系が機能
喪失する可能性が大きい。この場合、炉心冷却機能が喪
失し、炉心溶融が発生しFPが原子炉格納容器内に放出さ
れる。原子炉格納容器は既に破損しているため、結局、
FPが環境に放出されることになる。

苛酷事故の発生確率は極めて小さいことが確率論的安
全評価の結果判っているが、FPを多量に環境に放出する
という結果の重要性に鑑み近年諸外国で苛酷事故時の原
子炉格納容器破損を防止する装置が検討されている。

この様に装置に各れも原子炉格納容器が過圧破損する
破損圧力まで到達する前に、フィルタ等によりFPを除去
した後原子炉格納容器内雰囲気ガスを環境に放出し（以
下格納容器ベントという）原子炉格納容器内圧の上昇を
抑えるものである。

このため、FPのうち放射性の希ガスのようにフィルタ
等で除去できないFP核種は直接環境に放出されることに
なり、更に、原子炉格納容器過圧破損する前に環境に放
出する必要があることから時間的余裕が少なく放射能の
減衰効果も期待できない。その結果、苛酷事故時の格納
容器ベントで環境中に高放射能の希ガスが放出されるお
それがあった。

（発明が解決しようとする課題）以上のように苛酷事故時には原子炉格納容器が過圧破
損した大量のFPが環境に放出されるおそれがある。この
苛酷事故の発生確率自体は極めて小さいものの結果の重
要性を考えると原子炉格納容器の健全性を維持し大量の
FP放出を防止することが必要である。

しかしながら、最近諸外国で提案されている過圧破損
防止対策としての原子炉格納容器ベント装置の場合、原
子炉格納容器内圧の減圧時（ベント時）には、放射性希
ガスのように直接環境に放出されるFPが存在するため、
高放射能の希ガスが環境中に放出されるおそれがあっ
た。

本発明の目的は、原子力発電所の苛酷事故時に立地評
価審査指針の仮想事故時の被曝線量の基準値を越えるこ
となく原子炉格納容器内圧を減圧し、その健全性を確保
しFPの環境への大量の放出を防止することのできる原子
炉格納容器ベント装置を提供することにある。

［発明の構成］（課題を解決するための手段）上記目的を達成するために、原子炉格納容器に隣接し
て設置され下部にスクラビング用水を貯蔵した液相部を
有する気密容器と、原子炉格納容器のウェットウェルの
気相部と気密容器を接続しウェットウェル内の気体を気
密容器の液相部に導くスクラビング配管と、このスクラ
ビング配管に設置され常時は閉状態で原子炉格納容器の
内圧上昇時に開動作するスクラビング弁と、原子炉格納
容器のドライウェルと気密容器を接続しドライウェル内
の気体を気密容器液相部に導くドライウェル連絡配管
と、このドライウェル連絡配管に設置され常時は閉状態
で原子炉格納容器の内圧上昇時に開動作を行う連絡弁
と、スクラビング配管及びドライウェル連絡配管と大気
放出口を接続しドライウェル内或いはウェットウェル内
の気体を直接大気放出口に導く放出配管と、この放出配
管に設置され常時は閉状態で原子炉格納容器内圧上昇時
にドライウェル或いはウェットウェル内の気体を直接大
気口から外部環境に放出する場合に開動作を行う放出弁
と、気密容器気相部と大気放出口を接続し気密容器内の
気体を大気放出口へ導く気密容器連絡配管と、この気密
容器連絡配管に設置され常時は閉状態で気密容器内圧の
上昇時かつ気密容器内の気体の放射能の減衰が行われた
後に開動作を行う開閉弁とからなることを特徴とする原
子炉格納容器のベント装置を提供する。

さらに本発明は、原子炉格納容器の内圧上昇時にスク
ラビング弁及び連絡弁の少なくとも一つを開動作し、ド
ライウェル或いはウェットウェル内の気体を気密容器に
導く工程と、この気密容器内に一旦原子炉格納容器内の
気体を保持する工程と、この気密容器気相部に貯えられ
た気体中に含まれる放射能の減衰を行った後に開閉弁を
開動作する工程とからなることを特徴とする原子炉格納
容器の内圧低減方法を提供する。

（作用）苛酷事故時、炉心が溶接し原子炉圧力容器を溶融貫通
し核分裂生成物が原子炉格納容器のドライウェル内に放
出されると同時にドライウェル内圧が上昇すると、ドラ
イウェル内の核分裂生成物を含む気体はベント管を介し
て圧力抑制水を通過した後、ウェットウェル気相部に導
かれる。核分裂生成物を含む気体が圧力抑制水中を通過
する際、気泡状となって水中を上昇する過程で核分裂生
成物が除去される（スクラビング効果）。

本発明に構成される原子炉格納容器ベント装置に於い
ては、原子炉格納容器内圧が破損圧力に到達する前にウ
ェットウェル内の気体はウェットウェル気相部と気密容
器を接続するスクラビング配管に設置されたスクラビン
グ弁の開動作によりスクラビング配管を介して気密容器
液相部に導入される。気密容器液相部に至った気体はス
クラビング水中を気泡状となって上昇する過程で核分裂
生成物が除去された後気密容器気相部に至る。このよう
な気体の流れにより気密容器内圧も上昇するため、気密
容器内圧或いは原子炉格納容器内圧が破損圧力に到達す
る前に、気密容器気相部と大気放出口を接続する放出配
管に設置した放出弁の開動作により気密容器気相部の気
体を放出配管を介して大気放出口に導き、外部の環境に
放出する。

更に、苛酷事故の収束の過程でウェットウェル内の水
位が上昇し、ウェットウェル気相部と気密容器を接続す
る配管が水没してしまう場合、ドライウェル内気体をド
ライウェルと気密容器を接続するドライウェル連絡配管
に設置した連絡弁の開動作によりドライウェル連絡配管
を介して気密容器液相部に導入される。その後の経緯
は、ウェットウェル気相部から気密容器液相部に気体を
導く場合と同様である。

更に、炉心冷却機能は健全であり炉心の健全性は確保
されるが、崩壊熱除去機能が喪失し核分裂生成物は放出
されないものの原子炉格納容器内圧が上昇する場合、ド
ライウェル内或いはウェットウェル内の気体は直接放出
配管を介して大気放出口から外部の環境に放出される。

このようにして、原子炉格納容器内の気体が核分裂生
成物を含む場合、スクラビングにより核分裂生成物の除
去を行うとともに気密容器に一旦貯えることにより放射
能の減衰を行なった後、外部の環境に放出する。この結
果、苛酷事故時に我が国の立地評価審査指針の仮想事故
時の被曝線量の規準値を超えることなく原子炉格納容器
のベントを行ない原子炉格納容器内圧を減圧しその健全
性を確保し、核分裂生成物の環境への多量の放出を防止
することが可能となる。

（実施例）以下本発明の一実施例を第１図に基づいて説明する。

原子炉建屋19内に配設された原子炉格納容器20はドラ
イウェル２とウェットウェル４の２つのコンパートメン
トに分割されている。ドライウェル２内には原子炉圧力
容器１が収納されウェットウェル４内には圧力抑制水４
が収容されている。ドライウェル２とウェットウェル４
の間にはドライウェル内圧が上昇した場合にドライウェ
ル２内の気体を圧力抑制水４中に導くベント管３が設置
される。ウェットウェル４気相部の気体を気密容器10内
のスクラビング用水11中に導くため、ウェットウェル４
気相部と気密容器10の液相部はスクラビング配管６で接
続される。このスクラビング配管６には常時は閉状態
で、原子炉格納容器圧力の上昇時に開動作させるスクラ
ビング弁７が設置される。更に、ウェットウェル４内が
冠水した場合にドライウェル２内の気体を気密容器10内
のスクラビング用水11中に導くため、ドライウェル２と
気密容器10の液相部はドライウェル連絡配管８で接続さ
れる。このドライウェル連絡配管８には常時は閉状態
で、原子炉格納容器圧力の上昇時にドライウェル２から
気体を気密容器10に流出する必要がある場合に開動作さ
せる連絡弁９が設置される。

第１図には、スクラビング配管６とスクラビング連絡
配管８に関してその一部を共用しているが別途設置する
ことも可能である。また、スクラビング弁７、連絡弁９
は各れも直列２弁の構成としているが各１弁でも可能で
あり、更に、弁の代用としてラプチャーディスク等を使
用することも可能である。

気密容器10内にはスクラビング用水11が収容され、ド
ライウェル２或いはウェットウェル４から導入された気
体はスクラビング用水11中を通過する際、核分裂生成物
が除去される。気密容器10気相部の気体を外部の環境に
高所放出するため気密容器10気相部と大気放出口15は気
密容器連絡配管16で接続される。この気密容器連絡配管
16には常時は閉状態で原子炉格納容器20の内圧或いは気
密容器10の内圧が破損圧力に到達する前に、かつ気密容
器11内に一旦貯えられた気体中の放射能が減衰された後
に、開動作を行う開閉弁12が設置されている。

更に、核分裂生成物は放出されないものの原子炉格納
容器20内圧が上昇する場合に、ドライウェル２内或いは
ウェットウェル４内の気体を直接環境に放出するため、
ドライウェル２或いはウェットウェル４気相部と大気放
出口（排気塔）15を接続する放出配管13及び放出弁14を
設置する。

尚、放出配管13は配管6,8,16とその一部を共用してい
るが、共用しない独立の構成も可能である。更に、開閉
弁12及び放出弁14は各れも直列２弁の構成としている
が、各１弁とすることも可能である。

また、図中の各弁は全交流電源喪失事象時にも機能し
得るように直流電動弁の使用，空気作動弁の使用，ラプ
チャーディスクの使用等多様な対応が可能である。

［発明の効果］本発明に係る原子炉格納容器ベント装置を有する原子
力発電所においては苛酷事故が発生し原子炉格納容器内
に放射能を有する核分裂生成物が放出されると同時にそ
の内圧が上昇し破損圧力を超える可能性がある場合に、
原子炉格納容器内の気体を一旦、気密容器に保持し希ガ
スを含む全ての核分裂生成物の放射能を減衰させる。更
に、原子炉格納容器内気体を気密容器内のスクラビング
用水を通過させその際のスクラビング効果により放射能
を有する気体中の放射能を有する核分裂生成物を除去す
る。

この結果、苛酷事故時に我が国の立地評価審査指針の
仮想事故時の被曝線量の規準値を超えることなく原子炉
格納容器のベントを行い原子炉格納容器圧力を減圧し、
その健全性を確保し、放射能を有する核分裂生成物の環
境への大量放出を防止させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例に係る原子炉格納容器ベント
装置の概略系統図である。１……原子炉圧力容器２……ドライウェル３……ベンク管４……ウェットウェル５……圧力抑制水６……スクラビング配管７……スクラビング弁８……ドライウェル連絡配管９……連絡弁 10……連絡弁 11……スクラビング用水 16……連絡配管 19……原子炉建屋 20……原子炉格納容器 12……開閉弁、13……放出配管 14……放出弁、15……大気放出口

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉格納容器に隣接して設置され下部に
スクラビング用水を貯蔵した液相部を有する気密容器
と、原子炉格納容器のウェットウェルの気相部と気密容
器を接続しウェットウェル内の気体を気密容器の液相部
に導くスクラビング配管と、このスクラビング配管に設
置され常時は閉状態で原子炉格納容器の内圧上昇時に開
動作するスクラビング弁と、原子炉格納容器のドライウ
ェルと気密容器を接続しドライウェル内の気体を気密容
器液相部に導くドライウェル連絡配管と、このドライウ
ェル連絡配管に設置され常時は閉状態で原子炉格納容器
の内圧上昇時に開動作を行う連絡弁と、スクラビング配
管及びドライウェル連絡配管と大気放出口を接続しドラ
イウェル内或いはウェットウェル内の気体を直接大気放
出口に導く放出配管と、この放出配管に設置され常時は
閉状態で原子炉格納容器内圧上昇時にドライウェル或い
はウェットウェル内の気体を直接大気口から外部環境に
放出する場合に開動作を行う放出弁と、気密容器気相部
と大気放出口を接続し気密容器内の気体を大気放出口へ
導く気密容器連絡配管と、この気密容器連絡配管に設置
され常時は閉状態で気密容器内圧の上昇時かつ気密容器
内の気体の放射能の減衰が行われた後に開動作を行う開
閉弁とからなることを特徴とする原子炉格納容器のベン
ト装置。
【請求項２】特許請求の範囲第１項記載の原子炉格納容
器のベント装置において、原子炉格納容器の内圧上昇時
に前記スクラビング弁及び前記連絡弁の少なくとも一つ
を開動作し、ドライウェル或いはウェットウェル内の気
体を前記気密容器に導く工程と、この気密容器内に一旦
原子炉格納容器内の気体を保持する工程と、この気密容
器気相部に貯えられた気体中に含まれる放射能の減衰を
行った後に前記開閉弁を開動作する工程とからなること
を特徴とする原子炉格納容器の内圧低減方法。